Vše

Co hledáte?

Vše
Projekty
Výsledky výzkumu
Subjekty

Rychlé hledání

  • Projekty podpořené TA ČR
  • Významné projekty
  • Projekty s nejvyšší státní podporou
  • Aktuálně běžící projekty

Chytré vyhledávání

  • Takto najdu konkrétní +slovo
  • Takto z výsledků -slovo zcela vynechám
  • “Takto můžu najít celou frázi”

Surface heat loads on the ITER divertor vertical targets

Identifikátory výsledku

  • Kód výsledku v IS VaVaI

    <a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F61389021%3A_____%2F17%3A00477431" target="_blank" >RIV/61389021:_____/17:00477431 - isvavai.cz</a>

  • Výsledek na webu

    <a href="http://dx.doi.org/10.1088/1741-4326/aa5e2a" target="_blank" >http://dx.doi.org/10.1088/1741-4326/aa5e2a</a>

  • DOI - Digital Object Identifier

    <a href="http://dx.doi.org/10.1088/1741-4326/aa5e2a" target="_blank" >10.1088/1741-4326/aa5e2a</a>

Alternativní jazyky

  • Jazyk výsledku

    angličtina

  • Název v původním jazyce

    Surface heat loads on the ITER divertor vertical targets

  • Popis výsledku v původním jazyce

    The heating of tungsten monoblocks at the ITER divertor vertical targets is calculated using the heat flux predicted by three-dimensional ion orbit modelling. The monoblocks are beveled to a depth of 0.5 mm in the toroidal direction to provide magnetic shadowing of the poloidal leading edges within the range of specified assembly tolerances, but this increases the magnetic field incidence angle resulting in a reduction of toroidal wetted fraction and concentration of the local heat flux to the unshadowed surfaces. This shaping solutionnsuccessfully protects the leading edges from inter-ELM heat loads, but at the expense of (1) temperatures on the main loaded surface that could exceed the tungsten recrystallization temperature in the nominal partially detached regime, and (2) melting and loss of margin against critical heat flux during transient loss of detachment control. During ELMs, the risk of monoblock edge melting is found to be greater than the risk of full surface melting on the plasma-wetted zone. Full surface and edge melting will be triggered by uncontrolled ELMsnin the burning plasma phase of ITER operation if current models of the likely ELM ion impact energies at the divertor targets are correct. During uncontrolled ELMs in pre-nuclear deuterium or helium plasmas at half the nominal plasma current and magnetic field, full surface melting should be avoided, but edge melting is predicted.

  • Název v anglickém jazyce

    Surface heat loads on the ITER divertor vertical targets

  • Popis výsledku anglicky

    The heating of tungsten monoblocks at the ITER divertor vertical targets is calculated using the heat flux predicted by three-dimensional ion orbit modelling. The monoblocks are beveled to a depth of 0.5 mm in the toroidal direction to provide magnetic shadowing of the poloidal leading edges within the range of specified assembly tolerances, but this increases the magnetic field incidence angle resulting in a reduction of toroidal wetted fraction and concentration of the local heat flux to the unshadowed surfaces. This shaping solutionnsuccessfully protects the leading edges from inter-ELM heat loads, but at the expense of (1) temperatures on the main loaded surface that could exceed the tungsten recrystallization temperature in the nominal partially detached regime, and (2) melting and loss of margin against critical heat flux during transient loss of detachment control. During ELMs, the risk of monoblock edge melting is found to be greater than the risk of full surface melting on the plasma-wetted zone. Full surface and edge melting will be triggered by uncontrolled ELMsnin the burning plasma phase of ITER operation if current models of the likely ELM ion impact energies at the divertor targets are correct. During uncontrolled ELMs in pre-nuclear deuterium or helium plasmas at half the nominal plasma current and magnetic field, full surface melting should be avoided, but edge melting is predicted.

Klasifikace

  • Druh

    J<sub>imp</sub> - Článek v periodiku v databázi Web of Science

  • CEP obor

  • OECD FORD obor

    10305 - Fluids and plasma physics (including surface physics)

Návaznosti výsledku

  • Projekt

  • Návaznosti

    I - Institucionalni podpora na dlouhodoby koncepcni rozvoj vyzkumne organizace

Ostatní

  • Rok uplatnění

    2017

  • Kód důvěrnosti údajů

    S - Úplné a pravdivé údaje o projektu nepodléhají ochraně podle zvláštních právních předpisů

Údaje specifické pro druh výsledku

  • Název periodika

    Nuclear Fusion

  • ISSN

    0029-5515

  • e-ISSN

  • Svazek periodika

    57

  • Číslo periodika v rámci svazku

    4

  • Stát vydavatele periodika

    AT - Rakouská republika

  • Počet stran výsledku

    35

  • Strana od-do

  • Kód UT WoS článku

    000405944300012

  • EID výsledku v databázi Scopus

    2-s2.0-85015768044